EP2338157B1 - Dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et epithermiques - Google Patents

Description

Domaine technique et art antérieur
• La présente invention concerne un dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et épithermiques sur un intervalle d'énergie [E_min, E_max].
• A titre d'exemple non limitatif, l'invention s'applique de façon particulièrement avantageuse à la mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et épithermiques dans un coeur de réacteur, avec les contraintes suivantes :
• le flux neutronique global est élevé (par exemple 1E14 n/cm²/s ou plus) ;
• la contribution des neutrons thermiques au flux neutronique global est importante ;
• le rayonnement gamma est intense ;
• on veut une mesure en temps réel (en ligne) pour suivre les évolutions temporelles du flux rapide ;
• on veut une mesure effectuée en coeur, plus communément appelée mesure « in-core ».
• Les contraintes mentionnées ci-dessus s'appliquent à l'instrumentation en réacteur d'essai de matériaux, plus généralement désignée sous l'appellation d'instrumentation MTR (MTR pour « Material Testing Reactor »), ou à la surveillance des coeurs de réacteur de puissance (plus généralement désignée sous l'appellation de « surveillance « in-core » »).
• La mesure des flux de neutrons rapides s'effectue actuellement à l'aide de deux classes de détecteurs : les détecteurs par activation et les détecteurs en ligne.
• Les détecteurs par activation sont des dosimètres dont les matériaux sont convenablement choisis pour fournir la fluence neutronique dans une bande d'énergie d'intérêt. Il s'agit d'une méthode éprouvée (cf. référence [1]) dont les inconvénients sont les suivants :
• les dosimètres doivent être retirés du coeur pour être analysés (il s'agit donc d'une mesure a posteriori disponible après la fin du cycle du réacteur) ;
• la quantité obtenue est le flux intégré sur la durée de l'irradiation et il n'est alors pas possible d'avoir accès aux évolutions temporelles.
• Les détecteurs en ligne, contrairement aux détecteurs précédents, permettent une mesure en ligne dans le coeur du réacteur. Selon l'art connu, les détecteurs en ligne sont des chambres à fission à uranium sous écran absorbeur des neutrons thermiques. Les chambres à fission sont des détecteurs neutroniques bien connus et très répandus pour le contrôle neutronique des réacteurs (détecteurs « ex-core » ou « in-core »). Certaines chambres, dites miniatures voire sub-miniatures, se présentent extérieurement sous la forme de cylindres de diamètre de 4mm ou moins, ce qui se prête particulièrement bien à l'instrumentation « in-core », domaine visé dans la présente demande de brevet. La demande de brevet français déposée, au nom du Commissariat à l'Énergie Atomique, le 29 novembre 1994 et publiée sous le numéro 2 727 526 (cf. référence [2]) donne une description détaillée d'une telle chambre à fission. La détection des neutrons se fait par l'intermédiaire d'un dépôt fissile qui est le siège de fissions nucléaires. Ce dépôt est, dans une très grande majorité de cas, constitué d'uranium U235, ce qui est bien adapté à la mesure des neutrons thermiques ou à la mesure des neutrons rapides en l'absence de composante thermique. Pour la mesure des neutrons rapides avec les contraintes exposées ci-dessus, l'utilisation de l'uranium U238, pour lequel la section efficace de fission présente un seuil, est - a priori - préférentiellement indiquée. Une difficulté s'élève toutefois: sous l'effet des captures des neutrons thermiques, l'uranium U238 se transmute en plutonium Pu239, isotope fissile vis-à-vis des neutrons thermiques. Pour pallier cette difficulté, Y. Kashchuk et al. (cf. référence [3]) ont préconisé l'utilisation d'écrans (B10, Cd, Gd ...) dont le rôle est d'absorber les neutrons thermiques avant qu'ils n'atteignent le détecteur proprement dit. Cette solution soulève toutefois des difficultés majeures : encombrement difficilement compatible avec l'utilisation « in-core », perturbation locale du flux thermique, tenue mécanique, usure sous l'irradiation, échauffement du détecteur.
• Un autre type de détecteur en ligne est connu de la Demanderesse. Cet autre type de détecteur en ligne est un art antérieur qui est décrit dans une On connaît encore la publication intitulée "Thermal and fast neutron detection in chemical vapor deposition single-crystal diamond detectors", publiée le 3 mars 2008, Journal of Applied Physics 103, 054501. Ce document décrit un dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons. En particulier, avec le dispositif décrit dans ce document, une mesure de flux de neutrons rapides est effectuée dans une couche appelée "CVD intrinsic" alors qu'une mesure de flux de neutrons thermiques est effectuée grâce à une couche supplémentaire de ⁶LiF enrichi déposée sur le même détecteur. demande de brevet français, déposée par la Demanderesse le 21 décembre 2007 sous le numéro d'enregistrement national 07 60229 et publiée après le dépôt de la présente demande avec numéro de publication FR 2 925750 . Cet autre type des détecteur est constitué par une chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99, 5%. Les figures 1A et 1B représentent deux exemples d'une telle chambre à fission et la figure 2 représente un dispositif apte à effectuer le dépôt de plutonium Pu242 dans ces chambres à fission. L'avantage d'une telle chambre à fission est de répondre aux besoins définis précédemment sans utiliser d'écran aux neutrons thermiques.
• La figure 1A représente un premier exemple de chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5%. En termes de structure mécanique, cette chambre à fission est identique à celle décrite dans la demande de brevet publiée sous le numéro 2 727 526.
• La référence 20 désigne un tube, de diamètre extérieur sensiblement égal, par exemple, à 1,5mm et qui sert à la fois d'enveloppe à la chambre à fission et, pour au moins une partie désignée par la référence 21, de cathode. Ce tube est par exemple en Inconel ou en inox.
• A l'intérieur de la chambre, deux isolateurs 22, 24, par exemple en rubis, supportent une anode centrale 26 recouverte d'un dépôt fissile à seuil, par exemple du plutonium Pu242, dont le pourcentage de pureté est au moins égal à 99,5 %.
• Le tube 20 est fermé à une de ses extrémités 23 par un bouchon 28, par exemple en inox. Lors de son utilisation, la chambre est remplie d'un gaz neutre, par exemple de l'argon ou de l'argon additionné d'une faible teneur d'azote (par exemple 4%) à une pression de quelques bars (par exemple 5 bars), et le bouchon 28 sert à la fois au remplissage et à l'étanchéité de la chambre. L'anode 26 est reliée à des éléments conducteurs 32, 36 pour transmettre un signal électrique vers l'extérieur de la chambre. Ces éléments conducteurs 32, 36 sont eux-mêmes reliés à l'élément conducteur 44 d'un câble 11 de liaison qui relie l'ensemble à un dispositif de connexion comme cela est décrit dans la demande de brevet 2 727 526 .
• Le conducteur 32 est relié à l'extrémité 35 du conducteur 36, à l'intérieur du tube 20 qui délimite la chambre de fission, tandis que l'autre extrémité 37 du conducteur 36 qui traverse le bouchon 34, en alumine de grande pureté, est reliée au conducteur 44 à l'intérieur du prolongement du fourreau métallique extérieur 30 du câble 11. Le bouchon 34 est serti, au moins en partie, dans une gaine métallique 38 pouvant être soudée sur l'extrémité 40 du tube 20.
• La figure 1B représente un deuxième exemple de chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5%.
• Il comporte un corps de chambre 1, en un matériau électriquement conducteur, qui est l'enveloppe extérieure du dispositif. On peut également réaliser l'enceinte en un tout autre matériau et déposer une couche de matériau électriquement conducteur sur l'intérieur des parois de l'enceinte pour former l'électrode externe 1. Des moyens 2, également en un matériau électriquement conducteur, forment un support, sur lequel est déposée une fine couche 120 de radioélément, soit, conformément à la présente invention, du plutonium 242 de pureté au moins 99,5 %. En fonctionnement, ces moyens 2 formeront par exemple une anode, le corps 1 formant cathode. Entre cathode et anode sera emprisonné un gaz ionisable, par exemple de l'argon à 1,5 bar.
• Un passage étanche 3 (métal et alumine) maintient le substrat 2 et permet la connexion électrique vers l'extérieur tout en assurant l'étanchéité d'une extrémité de la chambre.
• Une vis 4 permet de bloquer le substrat sur le passage étanche.
• La référence 5 désigne un bouchon, et la référence 6 une surépaisseur soudée sur le fil du passage étanche pour faciliter la connexion électrique.
• Une telle chambre à fission peut avoir, par exemple, un diamètre externe de l'ordre de 4mm.
• Quel que soit le mode de réalisation de la chambre à fission au plutonium Pu242, une fine couche de matière fissile comprenant du plutonium Pu242 est déposée sur l'une des électrodes ou sur les deux électrodes. L'enceinte est transparente à la transmission des neutrons, c'est-à-dire qu'elle laisse passer les neutrons à travers ses parois. En d'autres termes, le matériau constitutif de la paroi de l'enceinte présente une faible section efficace de capture neutronique. Les électrodes sont soit réalisées totalement en matériau électriquement conducteur, soit revêtues d'une couche de matériau électriquement conducteur.
• La couche de plutonium Pu242 peut être réalisée par électrodéposition, par exemple à l'aide d'un dispositif tel que celui représenté en figure 2.
• Le plutonium Pu242 à déposer peut se présenter sous forme d'une solution liquide 100, placée dans un bécher 102, dans une solution d'électrolyse comprenant un mélange d'acide nitrique et d'oxalate d'ammonium.
• L'électrode ou le support 120 sur laquelle/lequel le dépôt est à réaliser est maintenu(e) par deux embouts 111, 113 en téflon, à l'extrémité d'une tige 116, par exemple en platine recouvert d'un film en téflon. L'ensemble est placé dans la solution. Celle-ci peut être agitée pour rester homogène, par exemple en plaçant un barreau aimanté 104 au fond du bécher 102 et en plaçant ce dernier sur un agitateur magnétique 106.
• Un fil 105, en un matériau électriquement conducteur (par exemple en platine), est placé dans la solution 102. Des moyens d'alimentation 107 permettent de faire circuler un courant électrique dans ce fil et dans la solution. Ce courant va faire se déplacer le plutonium de la solution, qui vient se fixer sur l'électrode ou le support 120.
• On peut éventuellement mettre l'électrode ou le support 120 en rotation, à l'aide d'un moteur 110, de manière à obtenir un dépôt homogène sur toute la surface en contact avec la solution d'électrolyse. Par exemple, on peut faire tourner l'électrode interne à 60 tours/min, comme indiqué par la flèche 108.
• Ce procédé peut s'appliquer aussi bien à l'électrode interne qu'à l'électrode externe. Si l'on souhaite que le plutonium ne soit déposé que sur les parois intérieures de l'électrode externe (celle-ci ayant alors par exemple une forme cylindrique), on recouvre la paroi externe de l'électrode externe d'une couche de matériau de protection, par exemple une couche de téflon.
• Dans les cas présentés ci-dessus, en faisant circuler un courant d'environ 350mA pendant deux heures, on peut déposer 90 à 95 % du plutonium présent dans la solution d'électrolyse sur l'électrode ou le support 120.
• Un problème de la chambre à fission au plutonium Pu242 est la présence d'impuretés fissiles (Pu239 et Pu241) dans le dépôt qui confère à la chambre une sensibilité aux neutrons thermiques, laquelle présence, même si elle est faible, ne peut pas être totalement négligée. De plus, la production d'isotopes fissiles par transmutations successives, même si elle est considérablement inférieure à celle observée pour l'uranium U238, contribue à accroître cette sensibilité thermique au cours de l'irradiation. La chambre à fission au plutonium Pu242 ne peut donc être utilisée sans écran que dans des circonstances bien particulières, à savoir un flux thermique pas trop élevé ou des irradiations de courtes durées.
• Il existe donc un réel besoin de réaliser un système de mesure permettant de discriminer, dans le signal produit par une chambre à fission à seuil, la contribution due aux neutrons rapides (grandeur d'intérêt) de celle due aux neutrons thermiques. Tel que défini dans la revendication 1.
Exposé de l'invention
• Pour répondre aux besoins mentionnés ci-dessus, l'invention propose un dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et épithermiques
• Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le dispositif de mesure comprend, en outre, des moyens pour calculer un flux neutronique complet ϕ(t_n, E) à l'aide de l'équation : $$\mathrm{\varphi }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}},\mathrm{E}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{+}{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{2}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},\mathrm{\theta }\right)\mathrm{,}$$

  

  où
• f₁(E)=f_fiss(E)+αf_epi(E), et
• f₂(E, θ)=f_mxw(E, θ),
f_fiss (E) étant une composante de fission du flux de neutrons, f_epi(E) étant une composante épithermique du flux de neutrons, f_mxw(E, θ) étant une composante maxwellienne du flux de neutrons et α étant un coefficient de proportionnalité entre la composante épithermique du flux de neutrons et la composante de fission du flux de neutrons.
• Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le dispositif de mesure comprend, en outre, des moyens pour calculer, sur l'intervalle [E_min, E_max], N_r résultats intégraux aux instants t_n, N_r étant un nombre entier supérieur ou égal à 1, un résultat intégral de rang k (k=1, 2, ..., N_r) étant donné par l'équation : $${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{+}{\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{2}}\left(\mathrm{\theta }\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{2}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)$$

  

  
  avec $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{1}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{,}$$

  

  
  et $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{2}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},{\mathrm{\theta }}_{\mathrm{0}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{,}$$

  

  
  où
• f₁(E)=f_fiss(E) + αf_epi(E), et
• f₂(E, θ) = f_mxw(E, θ),
f_fiss(E) étant une composante de fission du flux de neutrons, f_epi(E) étant une composante épithermique du flux de neutrons, f_mxw(E, θ) étant une composante maxwellienne du flux de neutrons et α étant un coefficient de proportionnalité entre la composante épithermique du flux de neutrons et la composante de fission du flux de neutrons, et où
• Y_k(E) est une fonction de réponse qui caractérise le résultat intégral de rang k.
• Selon une caractéristique particulière de l'invention, la fonction de réponse Y_k(E) est une fonction d'identification d'une bande d'énergie d'intérêt [E_a, E_b] qui coïncide avec l'intervalle [E_min, E_max] ou qui est comprise dans l'intervalle [E_min, E_max] telle que : $${\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}\mathrm{1}\mathrm{Si}{\mathrm{E}}_{\mathrm{a}}\mathrm{<}\mathrm{E}\mathrm{<}{\mathrm{E}}_{\mathrm{b}}$$

  

  
  et $${\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}\mathrm{0}$$

  

  
  sinon
  de telle sorte que R_k(t_n) est le flux des neutrons dont l'énergie est comprise entre E_a et E_b, à savoir : $${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\mathrm{a}}}^{{\mathrm{E}}_{\mathrm{b}}}\mathrm{\varphi }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}},\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{.}$$

  
• Selon une autre caractéristique particulière de l'invention, la fonction de réponse Y_k(E) est une section efficace macroscopique de réaction Σ_r(E) telle que : $$\mathrm{\sum }_{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{\mathrm{i}}}{\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{ʹ}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{,}$$

  

  
  où
  N_i' est un nombre d'atomes d'un isotope i présent dans un milieu et ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)$

  

  est une section efficace microscopique de l'isotope i vis-à-vis d'une réaction r dans le milieu, de telle sorte que R_k(t_n) est un taux de la réaction r dans le milieu, à savoir : $${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}\mathrm{\varphi }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}},\mathrm{E}\right){\mathrm{\Sigma }}_{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  

  
  la réaction r étant, par exemple, une réaction de fission ou de capture ou de diffusion ou d'endommagement.
• Selon une caractéristique supplémentaire du dispositif de mesure de l'invention, le détecteur de neutrons rapides et le détecteur de neutrons thermiques étant des chambres à fission, les sensibilités évolutives I₁₁(t_n), I₁₂(t_n), I₂₁(t_n) et I₂₂(t_n) s'écrivent respectivement : $$I_{11}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _i}{N}_i\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_1\left(E\right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

  

  $$I_{12}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _i}{N}_i\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_2\left(E,\theta \right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

  

  
  où N_i(t_n) est la composition isotopique à l'instant t_n d'un isotope i du matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides et ${\sigma }_i^f\left(E\right)$

  

  est la section efficace de l'isotope i ; et $$I_{21}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _j}{N}_j\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_1\left(E\right){\sigma }_j^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

  

  $$I_{22}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _j}{N}_j\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_2\left(E,\theta \right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

  

  
  où N_j(t_n) est la composition isotopique à l'instant t_n d'un isotope j du matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques et ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{j}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)$

  

  est la section efficace de l'isotope j.
• Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons thermiques est une chambre à fission contenant de l'Uranium U235.
• Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons rapides étant une chambre à fission et le détecteur de neutrons thermiques étant un collectron, les sensibilités évolutives I₁₁(t_n), I₁₂(t_n), I₂₁(t_n) et I₂₂(t_n) s'écrivent, respectivement : $$I_{11}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _i}{N}_i\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_1\left(E\right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE},$$

  

  
  et $$I_{12}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _i}{N}_i\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_2\left(E,\theta \right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

  

  
  où N_i(t_n) est la composition isotopique à l'instant t_n d'un isotope i du matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides et ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{j}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)$

  

  est la section efficace de l'isotope i ; et $$I_{21}\left(t_n\right)=\mathrm{U}\left[\mathrm{\Psi }\left(t_n\right)\right]{\mathrm{\int }}_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_1\left(E\right)s_{\mathit{Rh}}\left(E\right)\mathit{dE}$$

  

  $$I_{22}\left(t_n\right)=\mathrm{U}\left[\mathrm{\Psi }\left(t_n\right)\right]{\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_2\left(E,\theta \right)s_{\mathit{Rh}}\left(,E\right)\mathit{dE}$$

  

  
  où U [ψ(t_n)] est une fonction d'usure du collectron tabulée en fonction de la fluence thermique à l'instant t_n ψ(t_n) du matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques et S_Rh(E) est la sensibilité du collectron.
• Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons thermiques est un collectron au Rhodium ou au Vanadium ou à l'Argent.
• Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons rapides est une chambre à fission avec un dépôt fissile à seuil, par exemple une chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5%.
• Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, la chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5% comprend :
• * une enceinte apte à contenir un gaz de détection sous pression et dont les parois laissent passer les neutrons,
• * une première et une seconde électrode, isolées électriquement l'une de l'autre, entre lesquelles une tension peut être appliquée,
• * une matière fissile, comportant du plutonium 242 pur à au moins 99,5 % atomique, disposée sur l'une au moins des deux électrodes, et
• * un gaz de détection, inclus dans l'enceinte sous pression, ionisable par des produits de fissions.
• Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le premier circuit électronique comprend un processeur numérique de calcul de variance qui délivre le signal numérique VR(t_n) sous la forme d'une variance numérique du signal délivré par le détecteur de neutrons rapides.
• Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le second circuit électronique comprend un processeur numérique de calcul de variance qui délivre le signal numérique VT(t_n) sous la forme d'une variance numérique du signal délivré par le détecteur de neutrons thermiques.
• Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le second circuit électronique est un circuit numérique de conversion courant-tension.
• De façon préférentielle, le dispositif de mesure de l'invention rejette la composante du signal due au rayonnement gamma. Des essais réalisés en réacteur d'irradiation montrent en effet que le rayonnement gamma peut être responsable de plus de la moitié du courant moyen produit par une chambre à fission à seuil. Il est recommandé, dans ce cas, d'exploiter la chambre à fission en mode dit de « fluctuation » ou de « Campbell ». Cela consiste à s'intéresser à la variance du courant produit par la chambre à fission plutôt qu'à sa moyenne. La contribution du rayonnement gamma peut alors être négligée car cette contribution ne représente que quelques pourcents, tout au plus, de la variance.
• Dans le cadre du mode de réalisation préférentiel de l'invention selon lequel la contribution du rayonnement gamma est rendue négligeable, un dispositif de mesure particulièrement avantageux de l'invention comprend, par exemple, les éléments essentiels suivants:
• Un détecteur neutronique sensible principalement aux neutrons rapides tel que, par exemple, une chambre à fission au plutonium Pu242 contenant de l'argon additionné de 4% d'azote ;
• une électronique de traitement permettant d'exploiter en mode fluctuation le signal délivré par la chambre à fission au plutonium Pu242 ;
• une liaison par câble compatible d'une utilisation en mode fluctuation et qui relie la chambre à fission au plutonium Pu242 à l'électronique de traitement qui exploite le signal délivré par la chambre à fission, (l'impédance caractéristique du câble est alors adaptée à l'impédance d'entrée de l'électronique de traitement) ;
• un détecteur neutronique sensible principalement aux neutrons thermiques tel que, par exemple, un collectron (SPND pour « Self Powered Neutron Detector » en Anglais) ou une chambre à fission à l'uranium U235 ;
• des codes de calcul (code d'évolution CE et code de calcul PMM (PMM pour « Processus de Modélisation des Mesures ») ; et
• un calculateur.
Brève description des figures
• D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront à la lecture d'un mode de réalisation préférentiel fait en référence aux figures jointes parmi lesquelles :
• les figures 1A-1B représentent deux exemples de chambre à fission susceptibles d'être utilisées pour réaliser un dispositif de mesure conforme à l'invention ;
• la figure 2 représente un dispositif apte à déposer de la matière fissile dans les chambres à fission représentées sur les figures 1A et 1B ;
• la figure 3 représente un schéma de principe de dispositif de mesure conforme à l'invention ;
• la figure 4 représente un diagramme temporel qui illustre le fonctionnement du dispositif de mesure de l'invention de la figure 3 ;
• la figure 5 représente un schéma de principe d'un circuit particulier qui participe au dispositif de mesure de l'invention ;
• la figure 6 illustre la contribution au signal de mesure issu d'une chambre à fission au plutonium Pu242 des différents isotopes formés par transmutations successives (captures thermiques) ;
• Sur toutes les figures, les mêmes repères désignent les mêmes éléments.
Exposé détaillé de modes de réalisation particuliers de l'invention
• Les figures 1A, 1B et 2 ont été décrites précédemment. Il est donc inutile d'y revenir.
• La figure 3 représente un schéma de principe de dispositif de mesure en ligne de flux de neutrons rapides et épithermiques conforme à l'invention et la figure 4 rassemble des diagrammes temporels utiles à la compréhension du fonctionnement du dispositif de mesure de l'invention représenté en figure 3.
• Le dispositif comprend un détecteur DNR pour la mesure de neutrons rapides, un premier circuit électronique C1 de conditionnement et de traitement du signal issu du détecteur DNR, un détecteur DNT pour la mesure de neutrons thermiques, un second circuit électronique C2 de conditionnement et de traitement du signal issu du détecteur DNT, un code d'évolution CE, un code de calcul PMM et un calculateur CALC.
• Le détecteur DNR délivre un courant iR(t) et le détecteur DNT délivre un courant iT(t). Les courants iR(t) et iT(t) sont transmis, respectivement, au circuit de conditionnement et de traitement C1 et au second circuit de conditionnement et de traitement C2 qui délivrent, respectivement, un signal numérique VR(t_n) et un signal numérique VT(t_n) à des instants discrets t_n. Comme cela apparaîtra ci-dessous, le signal numérique VR(t_n) est, préférentiellement, la variance numérique du courant iR(t). L'invention concerne toutefois des signaux numériques autres que la variance du courant, comme, par exemple, la valeur moyenne du courant. Les signaux numériques VR(t_n) et VT(t_n) sont transmis au calculateur CALC.
• Le calculateur CALC calcule, à chaque instant t_n, au moins un résultat intégral R_k(t_n) (k=1, 2, ..., N_R) sur un intervalle d'énergie choisi [E_min, E_max] à partir des signaux numériques VR (t_n) et VT(t_n) et de données délivrées par le code d'évolution CE et le code de calcul PMM. L'indice k est un indice courant variant de 1 à N_R, N_R représentant un nombre maximal de résultats intégraux calculés au même instant t_n.
• Le calcul des résultats R_k(t_n) va maintenant être décrit.
• A chaque instant t_n, le calculateur CALC reçoit les signaux de mesure VR(t_n) et VT(t_n) et effectue les calculs suivants :
1. 1) Calcul d'une composante de flux de neutrons rapides et épithermiques ϕ₁(t_n) et d'une composante de flux de neutrons thermiques ϕ₂(t_n) telles que : $${\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{h}}_{\mathrm{11}}\mathrm{\cdot }\mathrm{VR}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{+}{\mathrm{h}}_{\mathrm{12}}\mathrm{\cdot }\mathrm{VT}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)$$
   
   $${\mathrm{\varphi }}_2\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{h}}_{21}\mathrm{\cdot }\mathrm{VR}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{+}{\mathrm{h}}_{22}\mathrm{\cdot }\mathrm{VT}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)$$
   
2. 2) Calcul d'au moins un résultat ${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}\mathrm{\varphi }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}},\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$
   
   à l'aide de l'équation : $${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{+}{\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{2}}\left(\mathrm{\theta }\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{2}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)$$
   
• Les grandeurs m_k1 et m_k2 étant données par les équations respectives : $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{1}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{,}$$

  

  $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{2}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},{\mathrm{\theta }}_{\mathrm{0}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  

  
  où Y_k(E) est une fonction de réponse définie sur le support énergétique [E_min' E_max] et qui caractérise le résultat intégral R_k(t_n).
• A titre d'exemple non limitatif, pour le calcul d'un flux de neutrons rapides, la fonction de réponse Y_k(E) correspond à un support énergétique [E_s], E_max], l'énergie E_s étant une valeur de seuil au-delà de laquelle les neutrons sont considérés comme étant des neutrons rapides. La valeur de seuil E_s peut être égale, par exemple, à 100keV ou 1Mev. Il vient: $${\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}\mathrm{1}\mathrm{pour\; E}\mathrm{<}{\mathrm{E}}_{\mathrm{S}},$$

  

  
  et $${\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}\mathrm{0}\mathrm{pour\; E}\le {\mathrm{E}}_{\mathrm{S}}$$

  
• Les deux fonctions f₁(E) et f₂(E, θ) sont données par les équations respectives : $${\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}{\mathrm{f}}_{\mathrm{fiss}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{+}\mathrm{\alpha }\mathrm{\cdot }{\mathrm{f}}_{\mathrm{epi}}\left(\mathrm{E}\right)$$

  

  $${\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},\mathrm{\theta }\right)\mathrm{=}{\mathrm{f}}_{\mathrm{mxw}}\left(\mathrm{E},\mathrm{\theta }\right)$$

  

  
  où f_fiss(E), f_epi(E) et f_mxw(E,θ) sont, respectivement, la composante de fission du flux de neutrons, la composante épithermique du flux de neutrons et la composante maxwellienne du flux de neutrons. Les composantes f_fiss(E), f_epi(E) et f_mxw(E,θ) sont des grandeurs connues en soi. Le coefficient α est un coefficient de proportionnalité connu entre la composante épithermique et la composante de fission.
• Comme cela a été mentionné précédemment, l'invention concerne des fonctions de réponse Y_k(E) autres que la fonction de réponse définie ci-dessus. La fonction de réponse Y_k(E) peut ainsi être une fonction d'identification d'une bande d'énergie d'intérêt [E_a, E_b] comprise dans l'intervalle [E_min, E_max] ou identique à l'intervalle [E_min, E_max]. Il vient alors : $${\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}\mathrm{1}\mathrm{si}{\mathrm{E}}_{\mathrm{a}}\mathrm{<}\mathrm{E}\mathrm{<}{\mathrm{E}}_{\mathrm{b}}$$

  

  
  et $${\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)=0$$

  

  
  sinon.
• La fonction de réponse peut également être une section efficace macroscopique de réaction Σ_r(E) telle que : $$\mathrm{\sum }_{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{\mathrm{i}}}{\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{ʹ}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{,}$$

  

  
  où
  N_i' est un nombre d'atomes d'un isotope i présent dans un milieu et ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)$

  

  est une section efficace microscopique de l'isotope i vis-à-vis d'une réaction r dans le milieu, de telle sorte que R_k(t_n) est un taux de la réaction r dans le milieu.
• Avantageusement, l'évolution sous flux de la grandeur N_i' peut être calculée à l'aide d'un code d'évolution, par exemple le code d'évolution CE qui sert au calcul des compositions isotopiques des matériaux détecteurs des chambres à fission, en utilisant le flux ϕ (t_n, E) déterminé par le système de mesure.
• Dans le cas général où un nombre N_R de calculs de flux sont effectués simultanément au même instant t_n, les calculs précédents s'écrivent sous une forme matricielle. En omettant la variable temporelle, il vient alors : $$\left(\begin{array}{c}{\mathrm{R}}_{\mathrm{1}}\\ \mathrm{\cdots }\\ {\mathrm{R}}_{{\mathrm{N}}_{\mathrm{R}}}\end{array}\right)\mathrm{=}\mathrm{M}\mathrm{\cdot }\mathrm{H}\mathrm{\cdot }\left(\begin{array}{c}\mathrm{VR}\\ \mathrm{VT}\end{array}\right)$$

  

  $$\mathrm{M}\mathrm{=}\left(\begin{array}{cc}{\mathrm{m}}_{\mathrm{11}}& {\mathrm{m}}_{\mathrm{12}}\\ \mathrm{\cdots }& \mathrm{\cdots }\\ {\mathrm{m}}_{{\mathrm{N}}_{\mathrm{R}}\mathrm{1}}& {\mathrm{m}}_{{\mathrm{N}}_{\mathrm{R}}\mathrm{2}}\end{array}\right)\mathrm{et}\mathrm{H}\mathrm{=}\left(\begin{array}{cc}{\mathrm{h}}_{\mathrm{11}}& {\mathrm{h}}_{\mathrm{12}}\\ {\mathrm{h}}_{\mathrm{21}}& {\mathrm{h}}_{\mathrm{22}}\end{array}\right)$$

  
• Les matrices M et H sont tout d'abord calculées par le PMM lors d'une phase d'initialisation, puis sont périodiquement mises à jour par le PMM, à des instants discrets ${\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}^{\mathrm{ʹ}}$

  

  comme cela est précisé plus loin.
• On note M ₀ et H ₀ les matrices M et H initiales. On note M _p et H _p les matrices M et H entre les instants de mise à jour ${\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}^{\mathrm{ʹ}}$

  

  et ${\mathrm{T}}_{\mathrm{p}+1}^{\mathrm{ʹ}}\mathrm{.}$

  
• La fonction du PMM est d'élaborer les matrices d'interprétation des mesures M et H sur la base de modèles physiques du flux neutronique et des détecteurs.
1) PHASE D'INITIALISATION
• Avant l'instant t₀ de la première mesure, le PMM réalise les opérations suivantes :
1.1) Calcul de la matrice M
• On calcule m_k1 et m_k2 grâce à un algorithme d'intégration numérique. Il vient : $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{1}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{,}\mathrm{k}\mathrm{=}\mathrm{1}\mathrm{,}\mathrm{\dots }\mathrm{,}{\mathrm{N}}_{\mathrm{R}}$$

  

  $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{2}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},{\mathrm{\theta }}_{\mathrm{0}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{,}k=1,\dots \mathrm{,}{\mathrm{N}}_{\mathrm{R}}$$

  
• La température du modérateur θ₀ est soit saisie par l'utilisateur (elle est alors supposée constante tout au long de l'expérience), soit mesurée au démarrage du système.
• Comme cela a été précisé auparavant, les Y_k(E) sont des fonctions de réponse qui définissent le résultat intégral choisi. On rappelle que : $${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}\mathrm{\int }\mathrm{\varphi }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}},\mathrm{E}\right)\cdot {\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  
• Comme cela a été mentionné précédemment, les deux fonctions f₁(E) et f₂(E, θ) sont données par : $${\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}{\mathrm{f}}_{\mathrm{fiss}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{+}\mathrm{\alpha }\mathrm{\cdot }{\mathrm{f}}_{\mathrm{epi}}\left(\mathrm{E}\right)$$

  

  $${\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},\mathrm{\theta }\right)\mathrm{=}{\mathrm{f}}_{\mathrm{mxw}}\left(\mathrm{E},\mathrm{\theta }\right)$$

  

  
  où les composantes de fission f_fiss, épithermique f_epi et maxwellienne f_mxw sont des grandeurs connues en soi.
• A titre d'exemple non limitatif, la composante de fission dépend de l'énergie avec la fonction de forme suivante : $$f_{\mathit{fiss}}\left(E\right)={\kappa }_{\mathit{fiss}}\cdot \exp \left(-\frac{E}{a}\right)\cdot \sin \left(\sqrt{\mathit{bE}}\right),$$

  

  
  où les paramètres a et b dépendent du type de combustible utilisé dans le réacteur.
• Pour la composante épithermique, il vient, par exemple : $$f_{\mathit{epi}}\left(E\right)=\{\begin{array}{lll}{\kappa }_{\mathit{epi}}\cdot \frac{E^2-E_0^0}{E\cdot \left(E_1^2-E_0^2\right)}& \mathrm{si}& {\mathrm{E}}_0\le E\le E_1\\ {\kappa }_{\mathit{epi}}\cdot \frac{1}{E}& \mathrm{si}& {\mathrm{E}}_1\le E\le E_2\\ {\kappa }_{\mathit{epi}}\cdot \frac{E^2-E_3^2}{E\cdot \left(E_2^2-E_3^2\right)}& \mathrm{si}& {\mathrm{E}}_2\le E\le E_3\\ 0& \mathrm{sinon}& \end{array}$$

  

  
  avec, à titre d'exemple non limitatif : $$E_0=0\mathrm{eV};E_1=0.2\mathrm{eV};E_2=0.25\mathrm{MeV};E_3=1\mathrm{MeV}$$

  
• Enfin, la composante maxwellienne s'écrit, par exemple: $${\mathit{f}}_{\mathit{mxw}}\left(E,\theta \right)={\left(\frac{1}{\mathit{k\theta }}\right)}^2\cdot E\cdot \exp \left(-\frac{E}{\mathit{k\theta }}\right),$$

  

  
  avec K =8.617343×10^-5 eV/K (K est la constante de Boltzmann divisée par la charge de l'électron).
• Les coefficients de normalisation K_fiss et K_ep¡ sont tels que : ${\int }_0^{\infty }{f}_{\mathit{fiss}}\left(E\right)\mathit{dE}={\int }_0^{\infty }{f}_{\mathit{epi}}\left(E\right)\mathit{dE}=1.$

  
1.2) Calcul de H ₀ 1.2.1 Cas où les détecteurs DNR et DNT sont des chambres à fission :
• Soit une chambre à fission repérée par l'indice j :
• j=1 correspond à la chambre à fission pour la détection des neutrons rapides (par exemple, une chambre au Pu242), et
• j=2 correspond à la chambre à fission pour la détection des neutrons thermiques (par exemple, une chambre à fission à l'U235).
Étape 1 : calcul de la composition isotopique
• Les données d'entrée sont constituées par la composition isotopique initiale ${\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{ini}}^{\mathrm{j}}\right)$

  

  du dépôt de la chambre à fission (nombre d'atomes de chaque isotope i). Cette composition isotopique donnée à l'instant ${\mathrm{t}}_{\mathrm{ini}}^{\mathrm{j}}<{\mathrm{t}}_0$

  

  résulte d'analyses chimiques réalisées par le fabricant de la chambre à fission ou, avantageusement, résultent de calculs effectués par le PMM lors d'une précédente irradiation de la chambre à fission.
• Avec ces données d'entrée, le PMM lance un calcul d'évolution à flux neutronique nul grâce au code d'évolution CE qui s'appuie, en outre, sur des données nucléaires (sections efficaces, constantes de décroissance radioactive, etc.) issues de bibliothèques normalisées (type JEF, ENDF, etc.).
• Le résultat de ce calcul d'évolution qui se réduit à un calcul de décroissance (flux nul) est la composition isotopique du dépôt à t₀ : ${\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{t}}_0\right)\mathrm{.}$

  
Étape 2 Calcul des sensibilités rapide et thermique de la chambre à fission
• On rappelle que les sensibilités I _ji d'une chambre à fission se définissent comme le rapport entre le taux de fission RD_j et la composante de flux considérée, soit : $${\mathrm{RD}}_{\mathrm{j}}\mathrm{=}{\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\mathrm{+}{\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{2}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{2}}$$

  
• Le PMM calcule alors les coefficients de sensibilités rapide et thermique de la chambre à fission : $${\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{1}}\mathrm{=}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{\mathrm{i}}}{\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{0}}\right){\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  

  $${\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{2}}\mathrm{=}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{\mathrm{i}}}{\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{0}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},{\mathrm{\theta }}_{\mathrm{0}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  
• La température du modérateur θ₀ est soit saisie par l'utilisateur (elle est alors supposée constante tout au long de l'expérience), soit mesurée au démarrage du système.
• Les données d'entrées ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)$

  

  définies sur le support énergétique [E_min' E_max] désignent les sections efficaces de fission des isotopes i. Elles sont généralement issues de bibliothèques de données nucléaires normalisées (type JEF, ENDF, etc.).
1.2.2 Cas où le détecteur DNR est une chambre à fission et où le détecteur DNT est un collectron (SPND)
• La différence entre un collectron et une chambre à fission tient au fait que les phénomènes d'autoprotection et d'autoabsorption dans le matériau détecteur massif d'un collectron ne peuvent pas être négligés comme on le fait pour une chambre à fission dont le dépôt est extrêmement fin (masse surfacique inférieure à 1 mg/cm²). Il s'ensuit que les calculs d'évolution sous flux sont plus complexes et ne peuvent pas être effectués en ligne. Ils sont donc réalisés à l'avance et les résultats sont tabulés sous forme d'une fonction d'usure dépendant de la fluence thermique intégrée par le collectron, comme cela sera explicité plus loin.
• Soit un collectron, par exemple au rhodium (Rh), repéré par l'indice j. On rappelle que les sensibilités d'un collectron se définissent comme le rapport entre le taux de capture RD_j et la composante de flux considérée, soit : $${\mathrm{RD}}_{\mathrm{j}}\mathrm{=}{\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\mathrm{+}{\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{2}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{2}}$$

  
• Les données d'entrée sont ici :
• ${\mathrm{\psi }}_{\mathrm{j}}{\mathrm{t}}_{\mathrm{ini}}^{\mathrm{j}}:$
  
  Fluence thermique initiale intégrée par le collectron (intégrale temporelle du flux thermique). Cette fluence donnée à l'instant ${\mathrm{t}}_{\mathrm{ini}}^{\mathrm{j}}<{\mathrm{t}}_0$
  
  est nulle pour un collectron neuf. Sinon, elle résulte des calculs effectués par le PMM lors d'une précédente utilisation du collectron (irradiation) ;
• S_Rh(E) : sensibilité du SPND, par exemple au rhodium Rh, tenant compte de la section efficace de capture, de l'autoprotection de l'émetteur et de l'autoabsorption des électrons émis (calcul effectué par un expert) ;
• U(ψ) : fonction d'usure, tabulée en fonction de la fluence thermique ψ (calcul effectué par un expert ou retour d'expérience expérimental).
• Les calculs de S_Rh et U sont décrits, par exemple, dans la publication mentionnée en référence bibliographique [6].
• Le PMM calcule directement les sensibilités rapide et thermique du collectron à l'aide des équations: $${\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{1}}\mathrm{=}\mathrm{U}\left({\mathrm{\Psi }}_{\mathrm{j}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{ini}}^{\mathrm{j}}\right)\right)\cdot {\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{S}}_{\mathrm{Rh}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  

  $${\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{2}}\mathrm{=}\mathrm{U}\left({\mathrm{\Psi }}_{\mathrm{j}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{ini}}^{\mathrm{j}}\right)\right)\cdot {\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},\mathrm{\theta }\right)\cdot {\mathrm{S}}_{\mathrm{Rh}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  
• La température du modérateur θ est soit saisie par l'utilisateur (et supposée constante tout au long de l'expérience), soit mesurée au démarrage du système.
1.2.3) Calcul de H ₀
• Le PMM procède à une inversion de matrice 2x2 : $${\mathrm{H}}_{\mathrm{0}}\mathrm{=}{\left(\begin{array}{cc}{\mathrm{K}}_{\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{I}}_{\mathrm{11}}& {\mathrm{K}}_{\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{I}}_{\mathrm{12}}\\ {\mathrm{K}}_{\mathrm{2}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{I}}_{\mathrm{21}}& {\mathrm{K}}_{\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{I}}_{\mathrm{22}}\end{array}\right)}^{\mathrm{-}\mathrm{1}}$$

  
• Le coefficient d'étalonnage K_j est le rapport entre la grandeur V_j transmise au calculateur et le taux d'interaction (fission ou capture) RD _j dans le détecteur j (V _j = K _j·RD _j).
2) MISE A JOUR DES MATRICES M ET H 2.1) Synchronisation temporelle du calculateur CALC et du PMM
• La synchronisation temporelle du calculateur CALC et du PMM est illustrée sur la figure 4.
• Le PMM lance un calcul de mise à jour de M et H à des instants notés T _p (cf. T₀, T₁, T₂, T₃, ... sur la figure 4).
• Le calcul terminé, le PMM transmet les nouvelles matrices notées M _p et H _p au calculateur afin qu'il les utilise en lieu et place des matrices précédentes notées M _p-1 et H _p-1.
• Le calculateur prend en compte M _p et H _p à l'instant ${\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}^{\mathrm{ʹ}}>{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\mathrm{.}$

  

  La durée $\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}^{\mathrm{ʹ}}-{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)$

  

  peut varier, il faut simplement choisir les instants T _p de telle sorte que ${\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}^{\mathrm{ʹ}}<{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}+1}\mathrm{.}$

  
• En pratique, on choisit un ΔT_p =T_p - T_p-1 =Q·dt constant et le plus faible possible, en fonction des performances de calcul permises par le processeur en charge du PMM. D'autres critères de cadencement du PMM sont envisageables, mais ils ne présentent pas d'intérêt particulier par rapport à celui que nous avons choisi.
• Remarque : si les mesures sont constantes au voisinage de l'instant ${\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}^{\mathrm{ʹ}},$

  

  le changement de matrices d'interprétation introduit cependant un léger saut ε_p (cf. ε₁, ε₂, ε₃ sur la figure 4) dans les résultats : $$\left(\begin{array}{c}{\mathrm{R}}_{\mathrm{1}}\\ \mathrm{\cdots }\\ {\mathrm{R}}_{{\mathrm{N}}_{\mathrm{R}}}\end{array}\right)\mathrm{=}\mathrm{M}\mathrm{\cdot }\mathrm{H}\mathrm{\cdot }\left(\begin{array}{c}\mathrm{VR}\\ \mathrm{VT}\end{array}\right)$$

  
• Le saut ε_p correspond en fait au rattrapage de l'erreur de sensibilité qui s'est accrue (lentement) depuis le dernier calcul PMM à T_p-1. Cette erreur restera négligeable si (T_p-T_p-1) est suffisamment court (en fait, tant que la fluence intégrée par les détecteurs dans cet intervalle de temps est suffisamment faible).
2.2) Calcul des mesures moyennes
• Le PMM utilise les mesures VR et VT pour mettre à jour les matrices d'interprétation M et H utilisées par le calculateur. Si la température du modérateur θ est mesurée, elle est également utilisée dans ce processus, sinon le PMM utilise la température saisie par l'utilisateur et supposée constante tout au long de l'irradiation des détecteurs.
• Entre les instants T _p-1 et T _p, le PMM accumule les mesures VR, VT et éventuellement θ qui lui sont transmises par le calculateur à chaque instant t_n, dans le but d'en calculer les valeurs moyennes : $$\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{VR}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}\frac{\mathrm{1}}{{\mathrm{N}}_{\mathrm{p}}}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{{\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\mathrm{=}{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}\mathrm{-}\mathrm{1}}}^{{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}}}\mathrm{VR}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)$$

  

  $$\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{VR}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}\frac{\mathrm{1}}{{\mathrm{N}}_{\mathrm{p}}}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{{\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\mathrm{=}{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}\mathrm{-}\mathrm{1}}}^{{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}}}\mathrm{VT}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)$$

  

  $$\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\theta }}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}\frac{\mathrm{1}}{{\mathrm{N}}_{\mathrm{p}}}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{{\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\mathrm{=}{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}\mathrm{-}\mathrm{1}}}^{{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}}}\mathrm{\theta }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{si\; \theta \; est\; mesurée}\mathrm{,}$$

  

  $$\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\theta }}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}\mathrm{\theta \; si\; \theta \; est\; saisie}\mathrm{.}$$

  

  
  N_p est le nombre de mesures transmises au PMM entre les instants T_p-1 et T_p : $${\mathrm{N}}_{\mathrm{p}}\mathrm{\approx }\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\mathrm{-}{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}\mathrm{-}\mathrm{1}}\right)\mathrm{/}\mathrm{dt}$$

  
2.3) Calcul du flux neutronique moyen à l'instant T _p
• Les mesures moyennes sont interprétées par le PMM comme le fait le calculateur en utilisant la matrice H. On calcule tout d'abord : $$\left(\begin{array}{c}{\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\\ {\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\end{array}\right)\mathrm{=}{\mathrm{H}}_{\mathrm{p}\mathrm{-}\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }\left(\begin{array}{c}\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{VR}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\\ \stackrel{\mathrm{‾}}{\begin{array}{c}\mathrm{VT}\end{array}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\end{array}\right)$$

  

  
  puis
  le flux neutronique moyen par : $$\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}},\mathrm{E}\right)\mathrm{=}{\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{+}{\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}}_2\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{f}}_2\left(\mathrm{E}\mathrm{,}\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\theta }}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\right)$$

  
• Remarque 1 : le flux moyen sert à calculer H _p. Le PMM utilise donc H_p-1 pour calculer H _p, il s'agit donc d'un algorithme itératif.
• Remarque 2 : il est légitime d'utiliser le flux moyen dans les étapes qui vont suivre, car on suppose que l'intervalle de temps entre deux calculs PMM est aussi court que possible.
2.4) Mise à jour de la matrice M
• Il n'y a rien à faire si la température θ est saisie par l'utilisateur et supposée constante : M_p = M₀.
• Si la température θ est mesurée, seule la seconde colonne de M doit être mise à jour. On procède comme pour M₀ en remplaçant θ₀ par θ(T_p) : $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{2}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E}\mathrm{,}\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\theta }}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{0}}\right)\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{,}\mathrm{k}\mathrm{=}\mathrm{1}\mathrm{,}\mathrm{\dots }\mathrm{,}{\mathrm{N}}_{\mathrm{R}}$$

  
2.5) Mise à jour de la matrice H
• Le calcul de H _p diffère de celui de H ₀ par le fait que le flux neutronique n'est plus nul et que les calculs d'évolution doivent tenir compte de l'interaction des neutrons avec les matériaux détecteurs.
2.5.1 Calcul de la sensibilité des chambres à fission
• Soit une chambre à fission repérée par l'indice j (j=1 pour la chambre à fission DNR et j=2 pour la chambre à fission DNT).
Étape 1 : calcul de la composition isotopique
• Les données d'entrée sont :
• La composition isotopique ${\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}-1}\right)$
  
  du dépôt de la chambre à fission (nombre d'atomes de chaque isotope i) à l'instant T_p-1, ${\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_0\right)={\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{t}}_0\right)$
  
  étant calculé par le PMM en phase d'initialisation, et
• Le flux neutronique moyen ϕ(E,T_p).
• Avec ces données d'entrée, le PMM lance un calcul d'évolution sous flux neutronique grâce au code d'évolution CE qui s'appuie, en outre, sur des données nucléaires DN (sections efficaces, constantes de décroissance radioactive, etc.) issues de bibliothèques normalisées (type JEF, ENDF, etc.).
• Le résultat de ce calcul d'évolution est la composition isotopique du dépôt à l'instant ${\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\mathrm{:}{\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{.}$

  
Étape 2 : Calcul des sensibilités rapide et thermique de la chambre à fission
• On rappelle que les sensibilités I _ji d'une chambre à fission se définissent comme le rapport entre le taux de fission et la composante de flux considérée, soit : $${\mathrm{RD}}_{\mathrm{j}}\mathrm{=}{\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\mathrm{+}{\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{2}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{2}}$$

  
• Le PMM peut calcule alors les coefficients de sensibilités rapide et thermique de la chambre à fission à l'instant T_p : $${\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{1}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{\mathrm{i}}}{\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  

  $${\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{2}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{\mathrm{i}}}{\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E}\mathrm{,}\bar{\mathrm{\theta }}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  
• Les données d'entrées ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)$

  

  définies sur le support énergétique [E_min, E_max] désignent les sections efficaces de fission des isotopes i. Elles sont issues de bibliothèques de données nucléaires normalisées (type JEF, ENDF, etc.).
2.5.2 Calcul de la sensibilité du collectron (cas où le détecteur DNT est un collectron)
• Soit un collectron, par exemple au rhodium (Rh), repéré par l'indice j.
• On procède en deux étapes.
Étape 1 : calcul de la fluence thermique intégrée par le collectron
• On procède de manière itérative : $${\mathrm{\psi }}_{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\psi }}_{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}\mathrm{-}\mathrm{1}}\right)\mathrm{+}{\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}}_{\mathrm{SPND}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{\cdot }\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\mathrm{-}{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}\mathrm{-}\mathrm{1}}\right)\mathrm{,}$$

  

  
  et $${\mathrm{\psi }}_{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_0\right)\mathrm{=}{\mathrm{\psi }}_{\mathrm{j}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{0}}\right)$$

  

  
  où ϕ _SPND(T_p) est le flux thermique déduit de ϕ(E,T_p) suivant la même convention que celle utilisée lors des calculs des fonctions S_Rh(E) et U(ψ).
• En pratique, un expert qui a réalisé les calculs des fonctions S_Rh(E) et U(ψ) a défini deux paramètres α₁ et α₂ tels que : $${\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}}_{\mathrm{SPND}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\alpha }}_{\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{+}{\mathrm{\alpha }}_{\mathrm{2}}\mathrm{\cdot }{\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\varphi }}}_{\mathrm{2}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)$$

  
Étape 2 : Calcul des sensibilités rapide et thermique du collectron
• Les données d'entrée sont :
• ψ_j(T_p) : la fluence thermique intégrée par le collectron (intégrale temporelle du flux thermique) ;
• S_Rh(E) : la sensibilité du collectron, par exemple au rhodium (Rh), tenant compte de la section efficace de capture, de l'autoprotection de l'émetteur et de l'autoabsorption des électrons émis (calcul effectué par un expert).
• U(ψ) : la fonction d'usure, tabulée en fonction de la fluence thermique ψ (calcul effectué par un expert ou retour d'expérience expérimental).
• Le PMM calcule directement les sensibilités rapide et thermique du collectron à l'aide des équations : $${\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{1}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}\mathrm{U}\left({\mathrm{\Psi }}_{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{S}}_{\mathrm{Rh}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  

  $${\mathrm{I}}_{\mathrm{j}\mathrm{2}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\mathrm{=}\mathrm{U}\left({\mathrm{\Psi }}_{\mathrm{j}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E}\mathrm{,}\stackrel{\mathrm{‾}}{\mathrm{\theta }}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{S}}_{\mathrm{Rh}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

  
2.5.3) Calcul de_H _p
• Le PMM procède à une inversion de matrice 2x2 : $${\mathrm{H}}_{\mathrm{p}}\mathrm{=}{\left(\begin{array}{cc}{\mathrm{K}}_{\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{I}}_{\mathrm{11}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)& {\mathrm{K}}_{\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{I}}_{\mathrm{12}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\\ {\mathrm{K}}_{\mathrm{2}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{I}}_{\mathrm{21}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)& {\mathrm{K}}_{\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{I}}_{\mathrm{22}}\left({\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\right)\end{array}\right)}^{\mathrm{-}\mathrm{1}}$$

  
• Le coefficient d'étalonnage K _j est le rapport entre la grandeur V _j transmise au calculateur et le taux d'interaction (fission ou capture) RD_j dans le détecteur j (V_j =K_j·RD_j).
2.6) Transmission des matrices M et H
• Le PMM transmet les matrices M_p et H_p au calculateur CALC qui les substitue aux matrices d'interprétation M et H à l'instant ${\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}^{\mathrm{ʹ}}>{\mathrm{T}}_{\mathrm{p}}\mathrm{.}$

  
• Selon le mode de réalisation préférentiel de l'invention, le détecteur DNR est une chambre à fission ayant un dépôt fissile à seuil. Une telle chambre à fission est représentée, par exemple, sur les figures 1A et 1B. Le dépôt fissile à seuil peut être un dépôt de plutonium Pu242, comme cela a été mentionné précédemment. Le dépôt fissile à seuil peut également être un dépôt d'uranium U238 ou de neptunium Np237 ou encore de thorium Th232. Dans le cadre du mode de réalisation préférentiel de l'invention, un câble de liaison relie le détecteur DNR au circuit C1. Ce câble de liaison est utilisé pour, à la fois, polariser électriquement le détecteur et transmettre le signal délivré par la chambre à fission vers le circuit de traitement C1. La partie du câble soumise au flux neutronique doit être à isolant minéral (alumine, silice, magnésie). Le câble est préférentiellement intégré au détecteur et son diamètre extérieur est inférieur à celui du détecteur. Ce câble doit, en outre, avoir des propriétés électriques compatibles avec une exploitation de la chambre à fission en mode fluctuation, à savoir: une faible capacité linéique, une impédance caractéristique proche de l'impédance d'entrée de l'électronique (typiquement 50Ω) et une faible impédance de transfert pour garantir une forte immunité aux parasites. On utilise, à cette fin, du câble à conducteur et blindage en cuivre, avec une enveloppe en inox ou en inconel pour assurer une bonne tenue mécanique en réacteur. Le câble a, par exemple, un diamètre sensiblement compris entre 2mm et 2,2mm pour une chambre à fission de 3mm de diamètre et sensiblement égal à 1,3mm pour une chambre à fission de 1,5mm de diamètre (optimisation de l'impédance de transfert).
• La figure 5 représente un schéma de principe qui détaille le circuit de conditionnement et de traitement C1 selon le mode de réalisation préférentiel de l'invention. Le circuit C1 comprend un préamplificateur PA, un convertisseur analogique/numérique CAN, un processeur numérique de calcul de variance VAR et un générateur de haute tension HT. Le détecteur DNR est relié au circuit C1 par un câble CAB. Le préamplificateur PA convertit le courant iR(t) qu'il reçoit, via le câble CAB, en une tension analogique Va(t) qui est transmise au convertisseur analogique/numérique CAN. La haute tension T délivrée par le générateur de haute tension HT transite, via le préamplificateur PA et le câble CAB, vers le détecteur DNR. Le convertisseur analogique/numérique CAN convertit la tension analogique Va(t) en une tension numérique V_n(t_n) échantillonnée aux instants discrets t_n = n · dt (dt est la période d'échantillonnage, typiquement dt = 1 µs, et n est un entier représentant l'indice temporel de l'échantillon) qui est transmise au processeur numérique de calcul de variance VAR, lequel délivre la variance numérique VR(t_n).
• De façon préférentielle, l'électronique de traitement du signal met en oeuvre le mode fluctuation basé sur le théorème de Campbell (cf. référence [4]). Ce théorème démontre que le signal électrique produit par un empilement d'impulsions dans une chambre à fission a des propriétés statistiques intéressantes. La moyenne et la variance de ce signal sont en effet toutes deux proportionnelles au flux de neutrons incident, mais tandis que la moyenne est également proportionnelle à la charge moyenne Q créée dans le gaz pour chaque neutron détecté, la variance est quant à elle proportionnelle à cette charge élevée au carré.
• De façon connue en soi, il est dit qu'une chambre à fission est exploitée en « mode courant », lorsqu'on s'intéresse à la moyenne du courant qu'elle produit. La sensibilité d'une chambre à fission en mode courant est proportionnelle à Q. La charge créée par un neutron étant généralement 100 fois plus élevée que celle produite par un photon gamma, il en ira de même des sensibilités relatives respectivement aux flux neutronique et gamma. Cette propriété fait de la chambre à fission un détecteur neutronique généralement bien adapté à la mesure des neutrons en présence d'un rayonnement gamma intense (situation typique des mesures en réacteur). Dans certaines circonstances, la réjection du rayonnement gamma en mode courant peut cependant s'avérer insuffisante : soit parce que le rayonnement gamma est très intense (en réacteur d'irradiation notamment), soit parce que la sensibilité aux neutrons est réduite (c'est le cas des chambres à fission au Pu242 dont la sensibilité aux neutrons rapides est de deux ordres de grandeur inférieure à celle des chambres à fission classiques à U235 vis-à-vis des neutrons thermiques). Le signal « mode courant » doit alors être corrigé en lui soustrayant celui produit par une chambre à fission voisine dépourvue de dépôt fissile (donc sensible exclusivement aux rayonnements gamma). Il faut alors mettre en oeuvre deux détecteurs pour accéder au flux neutronique.
• Exploiter la chambre à fission en « mode fluctuation » est, dans ce cas, une alternative intéressante. La sensibilité dépendant de la quantité Q², la sensibilité au rayonnement gamma se trouvera donc environ 10 000 fois plus faible que celle observée vis-à-vis des neutrons. On peut alors obtenir, avec une seule chambre à fission, une réjection des gamma suffisamment efficace, y compris dans des circonstances assez difficiles. Avec les chambres à fission au plutonium Pu242, les inventeurs de la présente demande de brevet ont observé que, en réacteur d'irradiation, la contribution du rayonnement gamma passe d'environ 50% en mode courant à environ 0,6% en mode fluctuation. C'est la raison pour laquelle, les inventeurs de la présente demande de brevet ont choisi, préférentiellement, de développer une électronique de traitement numérique du signal pour exploiter la chambre en mode fluctuation.
• Le signal électrique issu de la chambre à fission est, après amplification et conditionnement (préamplificateur PA), numérisé à l'aide du convertisseur analogique-numérique CAN. Le calcul de la variance est alors réalisé de manière numérique, à l'aide d'un circuit d'électronique numérique, par exemple de type FPGA (FPGA pour « Field Programmable Gate Array » ou Réseau Prédiffusé Programmable par l'Utilisateur) ou à l'aide d'un processeur.
• Le circuit CAN échantillonne, avec une fréquence d'échantillonnage Fe=1/dt, le signal analogique Va(t) en un signal numérique VR(t_n) avec t_n = n · dt. La fréquence Fe est, par exemple, égale à 1 MHz. Le signal numérique Vn(t_n) est alors traité par le processeur numérique VAR. Le processeur VAR calcule la variance numérique VR(t_n) sur un horizon glissant de N échantillons correspondant à une durée T_h telle que : $${\mathrm{T}}_{\mathrm{h}}\mathrm{=}\mathrm{N\; dt}$$

  
• La durée T_h est égale, par exemple, à 100 ms. Il vient : $$\mathrm{VR}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}\frac{\mathrm{1}}{\mathrm{N}\mathrm{-}\mathrm{1}}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{\mathrm{k}\mathrm{=}\mathrm{0}}^{\mathrm{N}\mathrm{-}\mathrm{1}}}\mathrm{Vn}{\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\mathrm{-}\mathrm{k}\mathrm{\cdot }\mathrm{dt}\right)}^{\mathrm{2}}$$

  
• La variance numérique VR(t_n) peut éventuellement être décimée (jusqu'à un facteur N) puisque sa bande passante est inférieure à celle du signal d'origine Vn(t_n). La chaîne de mesure produit ainsi une valeur numérique de la variance proportionnelle au flux de neutrons incidents, par exemple toutes les 100 ms.
• La mesure des neutrons thermiques est réalisée à l'aide d'un collectron (SPND), par exemple au rhodium, ou à l'aide d'une chambre à fission à l'uranium U235 également exploitée, de façon préférentielle, en mode fluctuation (réjection du rayonnement gamma). La mesure des neutrons thermiques sert à évaluer l'évolution de la composition isotopique du dépôt de la chambre à fission sous flux. En effet, sous l'effet d'un flux thermique intense, il se forme des isotopes fissiles par transmutations successives du plutonium Pu242, rendant la chambre à fission au plutonium Pu242 de plus en plus sensible aux neutrons thermiques. La figure 6 illustre, à titre d'exemple non limitatif pour des flux thermiques et rapides de 1E15 n/cm²/s, le taux de fission total (courbe KS sur la figure 6) et la contribution au taux de fission total des différents isotopes formés par transmutations successives, à savoir le plutonium Pu242 (courbe K1 sur la figure 6), le plutonium Pu241 (courbe K2 sur la figure 6), l'américium AM243 (courbe K3 sur la figure 6), le curium CM244 (courbe K4 sur la figure 6) et le curium CM245 (courbe K5 sur la figure 6). Comme cela apparaît clairement, le plus gênant des isotopes fissiles qui apparaissent par transmutations successives est le Cm245 (courbe K5), à partir d'une fluence thermique de l'ordre de 10²¹n/cm².
• Dans le cadre de l'invention, le circuit électronique de conditionnement et de traitement C2 (non représenté sur les figures) est avantageusement identique au circuit C1 si le détecteur DNT est une chambre à fission à U235. Si le détecteur thermique DNT est un collectron, le circuit C2 est un circuit numérique de conversion courant - tension. Cette fonction peut, par exemple, être assurée par un voltmètre digital qui mesure la chute de tension aux bornes d'une résistance (par exemple de 10 kΩ à 1%) dans laquelle circule le courant généré par le collectron.
Références bibliographiques
1. [1] D. Beretz et al. :« French PWR Vessel Surveillance Program Dosimetry Experience Feedback from More than a Hundred Capsules », Reactor Dosimetry ASTM STP 1398, West Conshohocken, PA, 2000
2. [2] G. Bignan et J-C. Guyard :« Chambre à fission subminiature avec passage étanche » brevet français, N° enregistrement 9414293 , N° publication 2727526 .
3. [3] Y. Kashchuk et al. : « Monitoring the Fast Neutron Flux Density and Fluence in a RBMK Core Using a Threshold Fission Chamber in a Screen-Absorber ». Atomic Energy, Vol. 98, 4, (2005), 249.
4. [4] G.F. Knoll. : « Radiation Detection and Measurement » 3rd Edition, John Wiley & Sons, 1999.
5. [5] A. Tsilanizara et al. DARWIN : « An evolution code system for a large range of applications ». J. Nucl. Sci. Technol. 37 (2000) 845.
6. [6] L. Vermeeren : « Absolute on-line in-pile measurement of neutron fluxes using self-powered neutron detectors », 5th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Org. European Nuclear Society, Aix-la-Chapelle, Allemagne, 1-3 avril 2001.

Claims (20)

1. Dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et épithermiques ϕ₁(t_n) à des instants t_n sur un intervalle d'énergie [E_min, E_max], comprenant:

   - un détecteur de neutrons rapides (DNR) contenant un matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides;

   - un détecteur de neutrons thermiques (DNT) contenant un matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques;

   - un premier circuit électronique (C1) qui délivre, aux instants t_n, un signal numérique VR(t_n) à partir d'un signal de détection délivré par le détecteur de neutrons rapides;

   - un second circuit électronique (C2) qui délivre, aux instants t_n, un second signal numérique VT(t_n) à partir d'un signal de détection délivré par le détecteur de neutrons thermiques ;

   - des moyens (PMM, CE) agencés pour déterminer, aux instant t_n, la composition isotopique du matériau détecteur de neutrons rapides et la composition isotopique du matériau détecteur de neutrons thermiques ;

   - des moyens (PMM, CE) agencés pour déterminer, aux instants t_n, à partir desdites compositions isotopiques, la sensibilité évolutive aux neutrons rapides I₁₁(t_n) du détecteur de neutrons rapides, la sensibilité évolutive aux neutrons thermiques I₁₂(t_n) du détecteur de neutrons rapides, la sensibilité évolutive aux neutrons rapides I₂₁(t_n) du détecteur de neutrons thermiques et la sensibilité évolutive aux neutrons thermiques I₂₂(t_n) du détecteur de neutrons thermiques,

   - des moyens de calcul (CALC) agencés pour calculer le flux de neutrons rapides et épithermiques ϕ1 (t_n) aux instants t_n et un flux de neutrons thermiques ϕ2 (t_n), à partir du système d'équations : $$\mathrm{VR}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}\mathrm{KR\; x}{\mathrm{I}}_{\mathrm{11}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{x\; \varphi }\mathrm{1}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{+}\mathrm{KR\; x}{\mathrm{I}}_{\mathrm{12}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{x\; \varphi }\mathrm{2}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{,}$$

   

   
   et $$\mathrm{VT}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}\mathrm{KT\; x}{\mathrm{I}}_{\mathrm{21}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{x\; \varphi }\mathrm{1}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{+}\mathrm{KT\; x}{\mathrm{I}}_{\mathrm{22}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{x\; \varphi }\mathrm{2}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)$$

   

   
   où KR et KT sont, respectivement, un coefficient d'étalonnage du détecteur de neutrons rapides et un coefficient d'étalonnage du détecteur de neutrons thermiques.
2. Dispositif de mesure selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comprend, en outre, des moyens (CALC) pour calculer un flux neutronique complet ϕ(t_n,E) à l'aide de l'équation : $$\mathrm{\varphi }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}},\mathrm{E}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{+}{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{2}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},\mathrm{\theta }\right)\mathrm{,}$$

   

   
   ou

   - f₁(E) = f_fiss (E) + α f_epi (E), et

   - f₂ (E, θ) = f_mxw (E, θ),

   f_fiss(E) étant une composante de fission du flux de neutrons, f_epi(E) étant une composante épithermique du flux de neutrons, f_mxw(E, θ) étant une composante maxwellienne du flux de neutrons et α étant un coefficient de proportionnalité entre la composante épithermique du flux de neutrons et la composante de fission du flux de neutrons.
3. Dispositif selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comprend, en outre, des moyens (CALC) pour calculer, sur l'intervalle [E_min, E_max], N_r résultats intégraux aux instants t_n, N_r étant un nombre entier supérieur ou égal à 1, un résultat intégral de rang k (k=1, 2, ..., N_n) étant donné par l'équation : $${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{1}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{1}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{+}{\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{2}}\left(\mathrm{\theta }\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{\varphi }}_{\mathrm{2}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)$$

   

   
   avec $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{1}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{1}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{,}$$

   

   
   et $${\mathrm{m}}_{\mathrm{k}\mathrm{2}}\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}{\mathrm{f}}_{\mathrm{2}}\left(\mathrm{E},{\mathrm{\theta }}_{\mathrm{0}}\right)\mathrm{\cdot }{\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE},$$

   

   
   où

   - fi(E) = f_fiss(E) + α f_epi (E), et

   - f₂(E, θ) = f_mxw(E, θ),

   f_fiss(E) étant une composante de fission du flux de neutrons, f_epi(E) étant une composante épithermique du flux de neutrons, f_mxw(E, θ) étant une composante maxwellienne du flux de neutrons et α étant un coefficient de proportionnalité entre la composante épithermique du flux de neutrons et la composante de fission du flux de neutrons, et où

   - Y_k(E) est une fonction de réponse qui caractérise le résultat intégral de rang k.
4. Dispositif de mesure selon la revendication 3, dans lequel la fonction de réponse Y_k(E) est une fonction d'identification d'une bande d'énergie d'intérêt [E_a, E_b] qui coïncide avec l'intervalle [E_min, E_max] ou qui est comprise dans l'intervalle [E_min, E_max] telle que : $${\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}\mathrm{1}\mathrm{si}{\mathrm{E}}_{\mathrm{a}}\mathrm{<}\mathrm{E}\mathrm{<}{\mathrm{E}}_{\mathrm{b}}$$

   

   
   et $${\mathrm{Y}}_{\mathrm{k}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}\mathrm{0}$$

   

   
   de telle sorte que R_k(t_n) est le flux des neutrons dont l'énergie est comprise entre E_a et E_b, à savoir : $${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\mathrm{a}}}^{{\mathrm{E}}_{\mathrm{b}}}\mathrm{\varphi }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}},\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}\mathrm{.}$$

   
5. Dispositif de mesure selon la revendication 3, dans lequel la fonction de réponse Y_k(E) est une section efficace macroscopique de réaction Σ_r(E) telle que : $$\mathrm{\sum }_{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{=}{\displaystyle \mathrm{\sum }_{\mathrm{i}}}{\mathrm{N}}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{ʹ}}\mathrm{\cdot }{\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{,}$$

   

   
   où
   Ni' est un nombre d'atomes d'un isotope i présent dans un milieu et ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{i}}^{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)$

   

   est une section efficace microscopique de l'isotope i vis-à-vis d'une réaction r dans le milieu, de telle sorte que R_k(t_n) est un taux de la réaction r dans le milieu, à savoir : $${\mathrm{R}}_{\mathrm{k}}\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}}\right)\mathrm{=}{\mathrm{\int }}_{{\mathrm{E}}_{\min }}^{{\mathrm{E}}_{\max }}\mathrm{\varphi }\left({\mathrm{t}}_{\mathrm{n}},\mathrm{E}\right){\mathrm{\Sigma }}_{\mathrm{r}}\left(\mathrm{E}\right)\mathrm{dE}$$

   
6. Dispositif de mesure selon la revendication 5, dans lequel la réaction r est une réaction de fission ou de capture ou de diffusion ou d'endommagement.
7. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le détecteur de neutrons rapides et le détecteur de neutrons thermiques étant des chambres à fission, les sensibilités évolutives I₁₁(t_n), I₁₂(t_n), I₂₁(t_n) et I₂₂(t_n) s'écrivent respectivement : $$I_{11}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _i}{N}_i\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_1\left(E\right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

   

   $$I_{12}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _i}{N}_i\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_2\left(E,\theta \right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

   

   
   où N_i(t_n) est la composition isotopique à l'instant t_n d'un isotope i du matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides et ${\mathit{\sigma }}_{\mathit{i}}^{\mathit{f}}\left(E\right)$

   

   est la section efficace de l'isotope i ; et $$I_{21}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _j}{N}_j\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_1\left(E\right){\sigma }_j^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

   

   $$I_{22}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _j}{N}_j\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_2\left(E,\theta \right){\sigma }_j^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

   

   
   où N_j(t_n) est la composition isotopique à l'instant t_n d'un isotope j du matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques et ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{j}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)$

   

   est la section efficace de l'isotope j.
8. Dispositif de mesure selon la revendication 7, dans lequel le détecteur de neutrons thermiques est une chambre à fission contenant de l'Uranium U235.
9. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications 1 à 6 dans lequel, le détecteur de neutrons rapides étant une chambre à fission et le détecteur de neutrons thermiques étant un collectron, les sensibilités évolutives I₁₁(t_n), I₁₂(t_n), I₂₁(t_n) et I₂₂(t_n) s'écrivent, respectivement : $$I_{11}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _i}{N}_i\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_1\left(E\right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE},$$

   

   
   et $$I_{12}\left(t_n\right)={\displaystyle \sum _i}{N}_i\left(t_n\right){\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_2\left(E,\theta \right){\sigma }_i^f\left(E\right)\mathit{dE}$$

   

   
   où N_i(t_n) est la composition isotopique à l'instant t_n d'un isotope i du matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides et ${\mathrm{\sigma }}_{\mathrm{j}}^{\mathrm{f}}\left(\mathrm{E}\right)$

   

   est la section efficace de l'isotope i ; et $$I_{21}\left(t_n\right)=\mathrm{U}\left[\mathrm{\Psi }\left(t_n\right)\right]{\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_1\left(E\right)s_{\mathit{Rh}}\left(E\right)\mathit{dE}$$

   

   $$I_{22}\left(t_n\right)=\mathrm{U}\left[\mathrm{\Psi }\left(t_n\right)\right]{\int }_{E_{\min }}^{E_{\max }}{f}_2\left(E,\theta \right)s_{\mathit{Rh}}\left(E\right)\mathit{dE}$$

   

   
   où U [Ψ(t_n)] est une fonction d'usure du collectron tabulée en fonction de la fluence thermique à l'instant t_n Ψ(t_n) du matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques et S_Rh(E) est la sensibilité du collectron.
10. Dispositif de mesure selon la revendication 9 dans lequel le détecteur de neutrons thermiques est un collectron au Rhodium ou au Vanadium ou à l'Argent.
11. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications 7 à 10, dans lequel le détecteur de neutrons rapides est une chambre à fission avec un dépôt fissile à seuil.
12. Dispositif de mesure selon la revendication 11, dans lequel la chambre à fission est une chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5%.
13. Dispositif de mesure selon la revendication 12, dans lequel la chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5% comprend :

    * une enceinte (1, 20) apte à contenir un gaz de détection sous pression et dont les parois laissent passer les neutrons,

    * une première et une seconde électrode (21, 26, 120), isolées électriquement l'une de l'autre, entre lesquelles une tension peut être appliquée,

    * une matière fissile, comportant du plutonium 242 pur à au moins 99,5 % atomique, disposée sur l'une au moins des deux électrodes, et

    * un gaz de détection, inclus dans l'enceinte sous pression, ionisable par des produits de fissions.
14. Dispositif de mesure selon la revendication 13, dans lequel l'une parmi les première et seconde électrodes fait partie de l'enceinte, les électrodes étant alors appelées électrode externe (1) et électrode interne (2).
15. Dispositif de mesure selon la revendication 14, dans lequel la matière fissile (3) est disposée sur une paroi de l'électrode interne.
16. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications 13 à 15, dans lequel le gaz de détection est de l'argon additionné de 4% d'azote.
17. Dispositif de mesure selon la revendication 11, dans lequel le détecteur de neutrons rapides est une chambre à fission contenant du Neptunium Np237, ou de l'Uranium U238, ou du Thorium Th232.
18. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le premier circuit électronique (C1) comprend un processeur numérique de calcul de variance qui délivre le signal numérique VR(t_n) sous la forme d'une variance numérique du signal délivré par le détecteur de neutrons rapides.
19. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le second circuit électronique (C2) comprend un processeur numérique de calcul de variance qui délivre le signal numérique VT(t_n) sous la forme d'une variance numérique du signal délivré par le détecteur de neutrons thermiques.
20. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications 1 à 18, dans lequel le second circuit électronique (C2) est un circuit numérique de conversion courant-tension.

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